当热流密度达到由核态沸腾转变为过渡沸腾所对应的值时，加热表面上的气泡很多，以致使很多气泡连成一片，覆盖了部分加热面。由于气膜的传热系数低，加热面的温度会很快升高，而使加热面烧毁。这一临界对应点又称为沸腾临界点或临界热流密度CHF（Critical Heat Flux）。

在对流沸腾中，主要有两种类型的临界热流密度：偏离核态沸腾和干涸。在压水堆核动力装置稳态热工设计中，通常只遇到过冷沸腾和低含汽量的饱和沸腾，因此偏离核态沸腾热流密度尤其重要。

偏离核态沸腾机理模型主要包括三种类型：(a)当发热元件壁面上形成一大蒸汽泡时，其底部薄层液膜不断蒸发，形成干斑，导致发热元件壁面传热恶化；(b)当发热元件壁面上的汽泡层增厚到足以阻碍液体润湿壁面时，蒸汽将无法逸出而形成汽壳，堵塞了液体流道，导致发热元件壁面发生过热；(c)在高热流密度下，汽块与发热元件壁面之间的液膜蒸发速度大于液体润湿壁面速度时，导致发热元件壁面异常过热而干涸。由于临界热流密度机理及其现象太复杂，通常采用试验研究的方法，得到临界热流密度关系式。根据临界热流密度试验目的及其内容，按相似准则要求设计试验段，研究系统压力、质量流速、临界点含汽量、结构参数等因素对临界热流密度的影响。

在临界热流密度试验过程中，临界判断一般采用加热元件壁温判断，其判据有两条：一是加热元件壁温跃升速率达到或超过某一定值；二是加热元件壁温达到或超过最高温度限值。临界热流密度试验数据分析要求给出95%的置信度上，至少95%的概率不发生临界沸腾的临界热流密度比。

对均匀加热试验段，一般采用局部平均参数法处理临界热流密度试验数据；对非均匀加热试验段，一般采用子通道分析法处理临界热流密度试验数据。在核动力装置安全评审中，临界热流密度是重要的限制性热工水力参数，它的大小直接影响核动力装置的安全性和经济性。通过优化燃料组件结构，提高临界热流密度，使反应堆系统产生最大的热功率，从而在保证核动力装置工程设计安全可靠的基础上，提高经济性。